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ASME核规范简介ASME核规范简介1、ASME规范的发展历史在19世纪蒸汽机发明引起⼯业⾰命，⼤量蒸汽压⼒锅炉制造和应⽤，特别应⽤在机车、轮船和⼯⼚中。
在美国发⽣锅炉爆炸事故，造成⼈员死亡，机组破坏。
1865年4⽉27⽇在密西西⽐河上的Sultana号轮船发⽣⽕管锅炉爆炸，1500名乘客死亡，船起⽕沉没。
1894年10⽉11⽇，在宾⼣法尼亚州的Shamokin⼀座煤矿中36座⽕管锅炉中有27台发⽣连锁反应⽽爆炸。
1906年12⽉6⽇马萨诸塞州的Lynn市另⼀家制鞋⼚同样发⽣类似事故。
为此，马州和俄州相继在1907年8⽉30⽇和1911年10⽉24⽇通过锅炉的设计和建造规程。
1911年，ASME主席E·D·Meier上校⾸先发起成⽴⼀个“锅炉与压⼒容器委员会”，着⼿制订各州能接受的“锅炉与压⼒容器设计规程”。
1915年2⽉13⽇颁布第⼀部ASME规范《固定式锅炉建造规程和许⽤⼯作压⼒》（1914年版），由ASME锅炉规范委员会执⾏。
以后⼜增加了其它卷，陆续合并和删去⼀些卷。
ASME锅炉和压⼒容器委员会相继成⽴⼀系列分委员会。
ASME锅炉和压⼒容器规范每隔3年讨论、修改和出版。
ASME核动⼒分委员会成⽴于1961年，核动⼒装置规范1963年第⼀版。
2、ASME规范内容简介第I卷动⼒锅炉建造规则（1915年第⼀版）第II卷材料（1924年第⼀版）A篇－－铁基材料标准B篇－－⾮铁基材料标准C篇－－焊条、焊丝及填充⾦属材料标准D篇－－特性第Ⅲ卷核动⼒装置（1963年第1版）NCA分卷第⼀册及第⼆册总要求第⼀册（1971年第⼀版）NB分卷－⼀级设备NC分卷－⼆级设备ND分卷－三级设备NE分卷－MC级设备NF分卷－设备⽀承件 NG分卷－堆芯⽀承件NH分卷－⾼温1级设备第⼆册（1975年第⼀版）混凝⼟反应堆容器与安全壳规范第三册（1995年第⼀版）废燃料和⾼放射性材料与废料的贮存和运输包装⽤安全容器系统第Ⅴ卷⽆损检验（1971年第⼀版）第Ⅺ卷核动⼒装置设备在役检验规则（1970年第⼀版）第Ⅲ卷核动⼒装置规范主要内容每个分卷内容包括：1000引⾔2000材料－材料和焊接材料的技术条件、试验、检验、质保等要求3000设计－容器、泵壳、管道、阀门等设计、分析要求4000制造和安装－装配、焊接、热处理、机械接头等要求5000检验－焊缝检验和验收标准及最终检验要求6000试验－压⼒试验要求7000超压保护－超压保护装置要求8000铭牌、打印及记录附录包括规定性与⾮规定性附录第Ⅱ卷材料篇内容包括材料的技术条件第Ⅲ卷中材料许⽤应⼒、材料性能表第Ⅴ卷⽆损检验内容包括材料、焊缝的⽆损检验⽅法、要求与验收条件第Ⅺ卷核动⼒装置设备在役检验规程内容包括1、2、3级设备与⽀承、构筑物等在役检验、范围和⽅法检查计划（寿期内的检查间隔）缺陷的验收准则纠正措施－修理、更换与分析ASME核电⼚运⾏和维修(OM)规范简述ASME核电⼚运⾏和维修规范发展历史ASME核电⼚运⾏和维修委员会成⽴于1975年。
美国核安全法规介绍美国核安全法规介绍⼀、美国核电法规体系的五个层次：⼆、美国核电法规和标准简介2.1 原⼦能法（第⼀层次）原⼦能法，美国国会参众两院于1954年批准并公布，共有303条，分成20章。
原⼦能法是美国对原⼦能的和平利⽤和军事⽤途管理的根本依据。
2.2 联邦法规（第⼆层次）联邦法规，美国联邦法规由美国核管理委员会（NRC）发布；第10部分是“能源”，它规定了和平利⽤原⼦能通⽤的和特殊的原则和准则，它在美国具有法律效⼒。
第10部分“能源”与核电⼚设计有关的部分主要有：10CFR20 放射性防护10CFR70 特殊核材料10CFR50 ⽣产和应⽤设施的执照发放10CFR71 放射性材料的运输和包装10CFR55 运⾏者执照10CFR100 反应堆选址准则10CFR50“⽣产和应⽤设施的执照发放”的附录（15个）10CFR50附录A 《核电⼚的⼀般设计准则》10CFR50附录B 《核电⼚和燃料后处理⼚质量保证准则》10CFR50附录C 《核设施建造许可证申请者为财务审定所需的财务数据和相关资料导则》10CFR50附录E 《⽣产和应⽤设施的应急计划和准备》10CFR50附录F 《燃料后处理⼚和有关废物管理的⼚址选择政策》10CFR50附录G 《断裂韧性要求》10CFR50附录H 《反应堆容器材料监督⼤纲要求》10CFR50附录I 《轻⽔冷却动⼒堆排出流中放射性物质满⾜“合理可⾏尽量低”原则的设计⽬标和限制条件的数值导则》10CFR50附录J 《⽔冷动⼒堆的⼀次安全壳的泄漏试验》10CFR50附录K 《⽔冷堆堆芯应急冷却系统的评价模型》10CFR50附录M 《核电⼚设计标准化：核动⼒堆的制造；获取制造许可证的核动⼒堆的建造和运⾏》10CFR50附录N 《核电⼚设计标准化：许可证在多个⼚址建造和运⾏重复设计的核动⼒堆》10CFR50附录O 《核电⼚设计标准化：对进⾏标准化设计的⼈员审查》10CFR50附录Q 《关于⼚址合适性问题预申请的早期审查》10CFR50附录R 《1979年1⽉1⽇前运⾏的核动⼒装置的防⽕⼤纲》2.3 美国核管理委员会的管理导则（第三层次）美国核管理委员会的管理导则，美国核管理委员会制定了⼀整套的管理导则（RG）它提供了符合法规要求的指导和可⾏的解决办法。
美国核安全法规介绍一、美国核电法规体系的五个层次：二、美国核电法规和标准简介2.1 原子能法（第一层次）原子能法，美国国会参众两院于1954年批准并公布，共有303条，分成20章。
原子能法是美国对原子能的和平利用和军事用途管理的根本依据。
2.2 联邦法规（第二层次）联邦法规，美国联邦法规由美国核管理委员会（NRC）发布；第10部分是“能源”，它规定了和平利用原子能通用的和特殊的原则和准则，它在美国具有法律效力。
第10部分“能源”与核电厂设计有关的部分主要有：10CFR50“生产和应用设施的执照发放”的附录（15个）2.3 美国核管理委员会的管理导则（第三层次）美国核管理委员会的管理导则，美国核管理委员会制定了一整套的管理导则（RG）它提供了符合法规要求的指导和可行的解决办法。
按照不同内容，将这些导则分为10个部分，涉及核电厂的内容编为第一部分，即RG.1。
如：RG.1.28《质量保证大纲要求（设计和建造）》；RG.1.38《轻水堆核电厂各物项的包装、运输、接受、贮存和装卸的质量保证要求》；RG.1.64《核电厂设计的质量保证要求》；RG.1.70《核电厂安全分析报告的标准格式和内容》等。
管理导则的其它部分为研究和试验反应堆、核燃料和物料设备、环境和厂址以及职业保健等。
2.4 美国核管理委员会的技术文件（NUREG）（第四层次）▲NUREG文件：美国核管理委员会下设的反应堆管理局负责编制的技术文件；▲NUREG/CR文件：委托各种研究机构完成的技术文件。
NUREG文件和NUREG/CR文件属于建议性的参考文件；有时NUREG文件与R.G具有同样的作用：如“NUREG-0800”是《核电厂安全分析报告的标准审查大纲》，这是NRC 对申请者按照“R.G.1.70”《核电厂安全分析报告的标准格式和内容》要求编写的“初步/最终安全分析报告”进行审查的指导性文件。
我国的国家核安全局也是参照该技术文件审查核电站的安全分析报告。
规范编制论文之一：ASME 锅炉与压力容器规范第III卷《核设施部件建造规则》的论述[美] L. J. Chockie*1. 前言美国机械工程师学会颁布并出版锅炉规范已一个多世纪了。
最初，该规范只包括“铆接蒸汽锅炉的制造和试验”一个方面的内容，作为安全使用蒸汽发动机的规则。
但现在已涉及许多受压部件，包括核电部件的制造和在役检查。
ASME规范分为若干卷，第I卷是焊接制造的直接火锅炉；第VIII卷是压力容器；第III卷是核设施部件的建造规则，其中第1册是有关核动力装置中金属部件的建造规则，第2册是混凝土反应堆容器和安全壳的建造规则。
第III卷的第一版于1963年发行，仅作为核反应堆压力容器的建造规则。
该卷的前身是蒸汽动力机车规则，当铁路机车经过从蒸汽机车到内燃机车的重大变革之后，锅炉规范委员会才将蒸汽机车规则并入规范的其它卷中，而将第III卷改为核容器的规则。
本章简要介绍ASME锅炉与压力容器规范第III卷的发展历史，比较详细地介绍建造核动力装置部件的基本设计原理和设计安全系数。
“核电厂部件在役检查规则”的基本要求是设计与建造部件时，应采用相同的安全系数，并且要求在部件的整个使用寿命期间保持安全系数不变。
2. 规范、标准、资格认可和确认众所周知，“规范”、“标准”、“资格认可”和“确认”等词，对不同的使用场合成或不同的使用人员具有不同的含义。
为便于理解这几个词在ASME锅炉与压力容器规范中的含义，对上述词作如下定义。
2.1 规范“规范”在锅炉规范中的定义是：“一组管理与技术方面（包括部件的各种材料、设计、制作、安装、检测和运行）的规程及标准的组合，由法定主管部门以法律形式正式采纳”。
换言之，规范仅是对某个专题进行系统地阐述或有关标准或条例的汇集，并具有法定的约束力。
特别要注意的是，ASME锅炉规范大多数都是具有法律性的强制规定。
2.2 标准“标准”是一项社会公用的技术要求或其它形式的文件，它是在综合科学、技术和经验的基础上，由各有关方面共同合作并取得一致意见后制定的。
核电厂设备安全分级核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。
这种安全功能分级称为摪踩燃。
划分安全等级的目的是提供分级设计标准。
对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。
这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。
安全功能及分析方法核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。
为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能：为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段；为停堆后从堆芯导出余热提供手段；在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。
为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在xx年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。
主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。
为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。
确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。
这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。
概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。
此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。
大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。
安全分级安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。
美国核安全法规标准介绍一、美国核电法规体系的五个层次：二、美国核电法规和标准简介2.1 原子能法（第一层次）（放射性污染防治法）原子能法，美国国会参众两院于1954年批准并公布，共有303条，分成20章。
原子能法是美国对原子能的和平利用和军事用途管理的根本依据。
2.2 联邦法规（第二层次）（HAF）联邦法规，美国联邦法规由美国核管理委员会（NRC）发布；第10部分是“能源”，它规定了和平利用原子能通用的和特殊的原则和准则，它在美国具有法律效力。
第10部分“能源”与核电厂设计有关的部分主要有：10CFR50“生产和应用设施的执照发放”的附录（15个）2.3 美国核管理委员会的管理导则（第三层次）（HAD）美国核管理委员会的管理导则，美国核管理委员会制定了一整套的管理导则（RG）它提供了符合法规要求的指导和可行的解决办法。
按照不同内容，将这些导则分为10个部分，涉及核电厂的内容编为第一部分，即RG.1。
如：RG.1.28《质量保证大纲要求（设计和建造）》；RG.1.38《轻水堆核电厂各物项的包装、运输、接受、贮存和装卸的质量保证要求》；RG.1.64《核电厂设计的质量保证要求》；RG.1.70《核电厂安全分析报告的标准格式和内容》等。
管理导则的其它部分为研究和试验反应堆、核燃料和物料设备、环境和厂址以及职业保健等。
2.4 美国核管理委员会的技术文件（NUREG）（第四层次）（HAF·J）▲NUREG文件：美国核管理委员会下设的反应堆管理局负责编制的技术文件；▲NUREG/CR文件：委托各种研究机构完成的技术文件。
NUREG文件和NUREG/CR文件属于建议性的参考文件；有时NUREG文件与R.G具有同样的作用：如“NUREG-0800”是《核电厂安全分析报告的标准审查大纲》，这是NRC 对申请者按照“R.G.1.70”《核电厂安全分析报告的标准格式和内容》要求编写的“初步/最终安全分析报告”进行审查的指导性文件。
中广核工程公司质保人员培训教材课程5核级设备设计制造规范ASME介绍主讲：刘振岭中广核工程公司中广核苏州热工研究院2005年4月一. ASME核电标准规范体系1．国际主要核电规范标准体系●ASME（美国）●RCC—M（法国）●KTA（德国）●ГОСТ（俄国）国内核电项目工程的规范标准：2. ASME规范标准体系结构2.1 ASME规范体系结构ASME（Amer ican S oci ety o f Mechanic s Engineer）1914年锅炉规范1925 年压力容器规范1983 年……规范，共十一卷1998版第三卷增加了第三册，设计上许用应力有改变。
2002版第Ⅰ卷动力锅炉第Ⅱ卷材料技术条件A 篇—钢铁材料B 篇—有色金属材料C 篇—焊条、焊丝及填充金属第Ⅲ卷核动力装置设备NCA分卷：第一册第二册的总的要求第一册：—NB分卷—一级设备第一册：—NC分卷—二级设备第一册：—ND分卷—三级设备第一册：—NE分卷—MC级设备第一册：—NF分卷—设备支承结构第一册：—NG分卷—堆芯支承结构第一册：—附录第二册：—混凝土反应堆容器与安全壳规范CB —混凝土反应堆容器CC —混凝土安全壳第三册:—乏燃料运输容器核设备规范案例：●核动力装置设备：—N-47-21 高温使用的一级设备—N-201-1 高温使用的堆芯设备—N-253-2 高温使用的二三级设备—N-48-1 高温设备的制造与安装—N-49-3 高温设备的检验—N-50-1 高温设备的试验—N-51-2 高温设备的超压保护●混凝土反应堆容器和安全壳●核反应堆冷却剂系统的在役检查●材料的技术条件第Ⅳ卷采暖锅炉第Ⅴ卷无损检验第Ⅵ卷采暖锅炉维护和运行的推荐规程第Ⅶ卷动力锅炉维护的推荐规程第Ⅷ卷压力容器第Ⅸ卷焊接与钎焊评定第Ⅹ卷玻璃纤维增强塑料压力容器第Ⅺ卷核动力装置设备在役检查规程2.2 ASME第III卷核动力装置设备第Ⅲ卷是核动力装置设备设计制造的主要依据，本规范是以美国材料与试验学会（ASTM）的检验方法和验收标准，以美国国家标准（ANSI）为技术基础的，如理化检验的方法，设备的功能性标准，如对阀门的结构和功能要求就是ANSI 16.34、16.41，对管件制品按照ANSI 16.9进行试验等。
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核级阀门规范标准介绍一、国际核电规范体系简介I、国际主要核电标准体系：、国际主要核电标准体系：ASME（美国） RCC－M（法国）ПНА□Г（俄国） CSA（加拿大） JIS （日本） DIN （德国）一、国际核电规范体系简介II、ASME体系介绍：、体系介绍：体系介绍一．概述《ASME规范》是最为广泛，内容最为详尽的一部关于锅炉及压力容器规范。
其制订的目的在于提供控制设计．制造和检验等质量的有关规则。
于1914正式颁发以来，六十年代开始，每三年修订一次，中文版最新为95版。
一、国际核电规范体系简介二、“ASME规范”的总体结构和内容至最新的1995年版形成了共十一卷二十二册的规范，按次序列表如下：第Ⅰ卷动力锅炉第Ⅱ卷材料技术条件第III卷核动力装置设备NCA分卷―第一册及第二册的总要求第Ⅳ卷采暖锅炉一、国际核电规范体系简介第Ⅴ卷第Ⅵ卷第Ⅶ卷第Ⅷ卷第Ⅸ卷第Ⅹ卷第Ⅺ卷无损检验采暖锅炉维护和运行的推荐规程动力锅炉维护推荐规程压力容器焊缝及钎焊评定玻璃纤维增强塑料压力容器核动力装置设备在役检查规则一、国际核电规范体系简介三、第Ⅲ卷核动力装置设备NCA分卷总的要求(包括第一册和第二册) 第一册 NB分卷一级设备 NC分卷二级设备ND分卷三级设备 NE分卷 MC级设备 NF分卷设备支承结构 NG分卷堆芯支承结构附录第二册混凝土反应堆容器及安全壳规范一、国际核电规范体系简介III、法国“RCC－M”规则一、概述于1980年首次发布，目前最新版本为2000年版。
“RCC－M”规则是借鉴于ASME“锅炉压力容器规范”第三卷“核动力装置设备”的NB， NC，ND，NG和NF分卷的有关内容，同时吸收法国在核电工业发展实践中的积累的经验和成果而制订出来的。
一、国际核电规范体系简介二、“RCC－M”规则的组成和特点“RCC－M”规则的全套共分五卷十二册：第Ⅰ卷A册总论 B册 1级设备 C、D册 2、3级设备 G、H册堆内构件、设备支承件 Z册技术性附录一、国际核电规范体系简介第Ⅱ卷M册 (第一部分上) M册 (第一部分下) M册 (第二部分上) M册 (第二部分下) 非合金钢合金钢不锈钢特殊合金钢及其它材料第Ⅲ卷第Ⅳ卷第Ⅴ卷MC册检验方法 S册焊接 F册制造一、国际核电规范体系简介IV、其它国外规范、标准体系简介、其它国外规范、一、俄罗斯ПНА□Г规范简介：俄罗斯的“核动力装置的设备、管道的设置及安全运行规范”（ПНА□Г-7-008-89），包括以下12个方面： 1、总则 2、结构 3、材料 4、制造和安装一、国际核电规范体系简介5、水压（气压）试验6、对装在设备和管道上的阀门、监测仪表的要求7、设备和管道金属状态的在役检查总的要求8、登记注册和技术鉴定9、设备和管道运行的一般要求 10、对执行本规范的监督 11、对事故、故障和不幸事件的调查 12、结论一、国际核电规范体系简介二、加拿大的CSA标准：加拿大对核级设备制定有CAN/CSA N285.095，1995“CANDU 核电厂承压系统和部件的通用要求”的标准。
